Ядерное оружие и ядерная энергетика — основные источники загрязнения природной среды радионуклидами

Ядерный топливный цикл — добыча и обогащение урана

Под ЯТЦ подразумевается совокупность производственных процессов, конечной целью которых является производство ядерного оружия или электроэнергии на атомных электростанциях¹. Неотъемлемой частью ЯТЦ является обращение с ОЯТ^[1][2] и РАО^[3]. Как таковой ЯТЦ является важнейшей частью военно-промышленного комплекса. На рис. 8.1 представлена схема ЯТЦ, основной целью которого является получение электрической или тепловой энергии на атомных станциях с реакторами на тепловых нейтронах.

Нормированной мерой радиационного воздействия различных этапов и компонент ядерного топливного цикла служит ожидаемая коллективная эффективная доза на единицу произведенной электроэнергии, т. е. чел.-Зв-(ГВт-год)" ¹. Нормированной мерой загрязнения окружающей среды является величина выброса радионуклидов данного типа также на 1 ГВт-год электроэнергии. Чтобы не учитывать перерывы в работе, связанные с остановками реакторов на ремонт, эта величина рассчитывается как средняя за несколько лет.

В этом параграфе мы рассмотрим загрязнение окружающей среды, вызываемое только начальной частью ЯТЦ, когда еще не происходит образования искусственных радионуклидов. Сюда входят процессы добычи и измельчения урановой руды, переработка руды в материал ядерного топлива, т. е. обогащение материала изотопом ²³⁵U и изготовление топливных элементов. Добыча урана включает в себя извлечение из недр Земли больших количеств руды, содержащей уран и его дочерние продукты в концентрациях от десятых долей до нескольких процентов U₃0₈. Эти концентрации в несколько тысяч раз превышают средние концентрации урана в верхней части континентальной коры. Процессы добычи, обогащения и концентрирования всегда сопровождаются увеличением содержания радионуклидов естественного происхождения в среде обитания.

Вернемся к ЯТЦ. Когда мы рассматривали первый этап развития радиоэкологии, то отмечали, что в начале XX в. потребности в радии вынудили впервые серьезно отнестись к геологоразведке и производству урана. Тогда на первое место выдвинулись Бельгийское Конго, Канада и США. Потребности Военно-Промышленного комплекса вызвали бум в области геологоразведки и производства урана. Первый максимум производства на уровне —45 тыс. т был достигнут в 1959 г. Этого было достаточно для удовлетворения всех потребностей того времени, и его производство начало падать. Открытие новых месторождений позволило в начале 1980;х гг. поднять производство урана до уровня —60 тыс. т, а затем наступил спад до уровня —33 тыс. т при потребности почти в 2 раза большей.

В мире заговорили о том, что атомной энергетике в том виде, в котором она есть, приходит конец. Существенные капиталовложения в геологоразведку позволили открыть новые большие и богатые месторождения (рис. 8.2). Известные мировые ресурсы урана резко возросли, и проблема нехватки была преодолена. Для атомной энергетики очень важным параметром является стоимость килограмма урана. В этом плане все ресурсы можно разбить на три группы (см. рис. 8.2). Использовать уран, стоящий более 260 долл, за 1 кг, на 2018 г. считается нерентабельным.

Добывают уран разными методами. На 2018 г. примерно половина добывалась классическими методами — шахтным или из открытых карьеров. Другая половина приходится на подземное выщелачивание.

Выщелачивание с использованием, как правило, серной кислоты^[4] применяют в случае сравнительно бедных руд, залегающих на различных глубинах и в сложных горно-геологических условиях. Что касается производства топлива, то —8% его производится за счет переработки ОЯТ на радиохимических комбинатах.

За прошедшие десятилетия менялись приоритетные методы добычи урана. Например, метод выщелачивания, оказывающий наименьшее воздействие на биосферу, возрос с —10 до —50% в 2018 г. Менялись и страны: основные производители урана и обладающие наибольшими разведанными запасами урана.

Известные на 2015 г. извлекаемые ресурсы урана представлены в табл. 8.1. На первое место среди производителей урана вышел Казахстан. Более двух третей мирового производства урана из рудников приходится на Казахстан, Канаду и Австралию.

Рис. 8.1. Схема типичных открытого и замкнутого (с рециклом U и Ри) ЯТЦ для АЭС на тепловых нейтронах. Указаны характерные и значимые для цикла в целом факторы его воздействия на окружающую среду:

Р, Т и X — соответственно радиоактивное, тепловое и химическое загрязнения; РЗ, РВ и РЭ — расход соответственно земельных площадей, воды и энергоресурсов.

Рис. 8.2. Известные ресурсы урана и совокупные расходы на геологоразведку.

Таблица 8.1

Известные извлекаемые ресурсы урана, 2015¹

Большая часть разведанных урановых месторождений после распада СССР оказалась за пределами России (Казахстан, Украина, Узбекистан). В 2018 г. в Российской Федерации рентабельной является добыча урана Приаргунским горно-химическим комбинатом, находящимся в Стрельцовском рудном районе Забайкальского края. Здесь ведется добыча урана шахтным способом на 16 урановых и молибден-урановых месторождениях. Проектная мощность предприятия — 3500 т/год.^[5]

Технологический процесс на подобных предприятиях начинается с перемалывания руды и ее обработки с целью извлечения урана в достаточно очищенной форме, часто известной как «желтые брикеты». Этот продукт до изготовления из него топливных элементов подвергают дальнейшей очистке и, если это необходимо, формуют и обогащают. Заводы по переработке урановой руды обычно располагают вблизи рудников или карьеров, чтобы транспортировать руду на минимальные расстояния.

Существенным фактором воздействия при добыче урана являются выбросы ²²²Rn, поступающие на поверхность из системы вентиляции шахт или непосредственно из руд либо из карьеров при добыче открытым способом. Для некоторых открытых разработок, особенно там, где для обнаружения рудного тела пришлось удалить огромные объемы пустой породы, образовались горы отходов — источников радона, по мощности выделения сравнимые с самими рудными телами. Нормированная эмиссия радона для обоих типов разработок принята равной 1 ГБк-т-^[6] для руды с содержанием оксида урана 1%. Кроме того, частицы взвешенной в воздухе пыли содержат ²³⁸U и его дочерние продукты, а часто и ²³²Th с его дочерними продуктами.

Для того чтобы оценить выбросы ²²²Rn в биосферу этого этапа ядерного топливного цикла, мы примем во внимание то, что для выработки 1 ГВт-года электроэнергии на АЭС требуется природный уран в количестве 150—250 т в зависимости от конструкции реактора. Согласно оценкам (НКДАР-2000), среднее нормированное выделение ²²²Rn при добыче урана в шахтах составляет —75 ТБю (ГВт-год)^-1. Дробление добытой руды приводит к дополнительной эмиссии радона в количестве —3 ТБк-(ГВт-год)"^[6]. Эти значения мы можем сопоставить с (0,08— 2,2) ТБк-(ГВт-год)"^[6], которые, согласно табл. 7.1, поступают в атмосферу при производстве электроэнергии на угольных электростанциях.

Уран стараются извлечь из руды в процессе переработки максимально полно, но все извлечь невозможно. В радиоэкологическом плане беспокойство вызывают «хвосты» — остатки после обогащения, содержащие широкий спектр радионуклидов. Как правило, они содержат 0,001—0,01% U₃0₈ в зависимости от качества руды и процесса экстракции. Активность «хвостов» связана преимущественно с ²³⁰Th, ²²⁶Ra и его дочерними продуктами. Воздух загрязняется ²²²Rn, а также пылью, содержащей ²³⁸U, ²³⁰Th, ²²⁶Ra и ²¹⁰РЬ. «Хвосты» с заводов перевозят в хранилища, конструкция которых зависит от местного климата и геологических условий. В плане ожидаемых выбросов определяющим является следующее: находятся ли остатки руды после ее обогащения во влажном или сухом состоянии и покрыты ли они чем-либо. Все «хвосты», образующиеся после переработки руды, являются источниками загрязнения воздушной среды^[6].

Для хвостохранилшц усредненная эмиссия ²²²Rn составляет —7 Бк-с-^ьм². Покрытие водой уменьшает это значение^[10] до 0,1—0,2 Бк-сг^ьм². Заметим, что средняя скорость эксхаляции ²²²Rn из почв в областях с нормальным радиационным фоном составляет 0,02 Бк-с^-м².

Выделение радионуклидов из хранящихся отвалов постоянно пытаются свести к минимуму. Плотность потока радона может быть уменьшена во много раз в зависимости от обработки отвалов. Предполагается, что эмиссия из отслуживших хвостохранилищ в будущем будет не более 1 Бк-С" ^ьм². Таким образом, технология обработки, несомненно, является решающим фактором при оценках возможного ущерба от «хвостов» перерабатывающих предприятий. Эти обстоятельства необходимо учитывать при экологическом аудите местности.

Для рабочих подземных урановых рудников среднегодовая эффективная эквивалентная доза от внешнего облучения и облучения от радона и его дочерних продуктов составляет 10—12 мЗв; для рабочих открытых карьеров эта доза ниже и составляет ~5 мЗв. Для населения нормированная коллективная эффективная доза от этого источника — —0,2 чел.-Зв- (ГВт-годД^[10]. В странах, где добывают в значительных количествах уран, доза для населения, проживающего в пределах 100 км от шахты, составляет —40 мкЗв-год^-1.

Концентрат урановой руды поступает затем на аффинаж, конверсию и, наконец, на изготовление топлива. Аффинаж — это дополнительная очистка от примесей, особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов, таких как бор, кадмий или гафний. В результате аффинажа получают важные промежуточные продукты ЯТЦ — химически чистые оксиды урана U0₂, U0₃ или U₃0₈.

Основная часть ядерной энергетики использует урановое топливо, обогащенное по ²³⁵U. Для широко распространенных реакторов на тепловых нейтронах содержание ²³⁵U составляет 3—5%. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в исследовательских и транспортных реакторах используется уран с более высоким содержанием ²³⁵U — от 10 до 95%. Поэтому оказывается необходимым процесс конверсии, где оксиды урана переводят в гексафторид урана UF₆, который затем обогащается по ²³⁵U.

Для этого применяют газовые центрифуги. Сепарация смеси молекул ²³⁵UF₆ и ²³⁸UF₆ происходит в сильном центробежном поле во вращающемся цилиндре. Разделительные заводы России, при работе на полную мощность, позволяют обеспечить обогащенным ураном энергетические реакторы, приводящие в работу электрогенераторы общей мощностью —100 ГВт_электр.

Рассматриваемая в этом параграфе часть ЯТЦ оканчивается производством топлива для ядерных реакторов. Это происходит на заводах по изготовлению тепловыделяющих элементов — твэлов, состоящих из сердечника (топлива) и оболочки. В реакторах разного типа используются различные виды ядерного топлива. Для изготовления топлива обогащенный UF₆ обычно превращают в порошок оксида U0₂, который гранулируют, спекают и прессуют в виде таблеток. Затем таблетки помещают в тонкостенные трубки из циркониевых сплавов или нержавеющей стали, которые после заполнения таблетками запаиваются для герметизации.

После процесса обогащения остается большое количество обедненного урана, содержащего —0,3% ²³⁵U. Его складируют для возможного использования в будущем в реакторах-размножителях. Благодаря большому удельному весу он находит разнообразные применения: например, им начиняют снаряды, чтобы увеличить их пробивную способность, или заполняют кили дорогих яхт, чтобы сделать их более устойчивыми на море.

Твердые РАО, образующиеся при производстве уранового топлива, содержат те же самые нуклиды, которые присутствуют в урановых рудниках и на заводах по переработке, но в меньшем количестве. Если мы примем во внимание то, что на 1 км² поверхности земли в слое глубиной до 1 м содержится -5−10¹⁰ Бк ²³⁸U, то функционирование подобного предприятия на протяжении десятилетий может удвоить содержание ²³⁸U на прилегающих к нему территориях. Конечно, на облучении населения это заметным образом не скажется и ожидаемая коллективная доза на два порядка меньше, чем от первой ступени ЯТЦ.

В России действуют два подобных завода: Машиностроительный завод (г. Электросталь) и Новосибирский завод химконцентратов. На контролируемых территориях заводов имеется несколько локальных участков местности с повышенными активностями естественных радионуклидов — ²³⁵U, ²³⁸U, ²²⁶Ra, где мощность экспозиционной дозы достигает 1 мР-ч^-1. В прилегающем жилом секторе не выявлено участков загрязнения. Регулярный радиационный контроль не показывает превышений допустимых активностей радионуклидов в воздухе и природных водах. Эти заводы не только обеспечивают ядерным топливом АЭС в стране, но и поставляют топливо в 14 стран мира.

Мы кратко рассмотрели источники загрязнения природной среды радионуклидами естественного происхождения и провели их оценки. Теперь мы можем перейти к другой группе радионуклидов — радионуклидам искусственного происхождения. Основным источником их являются реакции деления тяжелых ядер.

• [1] Все другие направления использования ядерных реакторов нас интересоватьне будут, так как воздействие их на природную среду мало, конечно, если с ними не произойдут какие-либо катастрофические события.
• [2] Отработавшее (облученное) ядерное топливо — ядерное топливо, облученноев активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.
• [3] Отходы радиоактивные — не предназначенные для дальнейшего использованиявещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные Санитарными Нормами и Правилами.
• [4] Иногда в зависимости от рудного тела используют карбонатное выщелачиваниевместо серной кислоты.
• [5] Разумно гарантированные ресурсы плюс предполагаемые ресурсы (возмещаемые)до 130 долл. / кг U. Источник: OECD NEA & IAEA, Uranium 2016: ресурсы, производствои спрос («Красная книга»).
• [6] В результате работы рудника образуется ~1 га (ГВт-год)-1 отвалов. При типичномежегодном выбросе 222Rn ~1 ТБкта-1 за время существования хвостохранилища, принятое равным ~104 годам, его выбросы приведут к ожидаемой коллективной дозе —150чел.-Зв-(ГВт-год)-1.
• [7] В результате работы рудника образуется ~1 га (ГВт-год)-1 отвалов. При типичномежегодном выбросе 222Rn ~1 ТБкта-1 за время существования хвостохранилища, принятое равным ~104 годам, его выбросы приведут к ожидаемой коллективной дозе —150чел.-Зв-(ГВт-год)-1.
• [8] В результате работы рудника образуется ~1 га (ГВт-год)-1 отвалов. При типичномежегодном выбросе 222Rn ~1 ТБкта-1 за время существования хвостохранилища, принятое равным ~104 годам, его выбросы приведут к ожидаемой коллективной дозе —150чел.-Зв-(ГВт-год)-1.
• [9] В результате работы рудника образуется ~1 га (ГВт-год)-1 отвалов. При типичномежегодном выбросе 222Rn ~1 ТБкта-1 за время существования хвостохранилища, принятое равным ~104 годам, его выбросы приведут к ожидаемой коллективной дозе —150чел.-Зв-(ГВт-год)-1.
• [10] Однако становится возможной утечка жидких радиоактивных отходов. Наиболееважным радионуклидом в жидких радиоактивных отходах является 226Ra.
• [11] Однако становится возможной утечка жидких радиоактивных отходов. Наиболееважным радионуклидом в жидких радиоактивных отходах является 226Ra.